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鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。
北垣 徹; Krasnov, V.*; 池田 篤史
Journal of Nuclear Materials, 576, p.154224_1 - 154224_14, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：49.51(Materials Science, Multidisciplinary)Nuclear fuel debris is a complex material containing a wide range of elements, compounds, and radiation. This complexity renders all the stages of the treatment of nuclear fuel debris extremely difficult and troublesome in the technical context. The whole treatment of nuclear fuel debris is also an extremely long-term process for tens of thousands of years, during which the aging of nuclear fuel debris is an unavoidable but critical issue. This applies to the decommissioning of the damaged reactors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). This review article aims at collecting and summarizing the knowledge and information about the aging of materials containing nuclear fuels (fuel-containing materials) formed as a result of the accident at ChNPP-4 in the light of the decommissioning of 1F and assessing the potential effects of aging on the nuclear fuel debris remaining in the damaged 1F reactors.
Zhou, Q.*; 斉藤 拓巳*; 鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 鈴木 俊一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.461 - 472, 2021/04
被引用回数：6 パーセンタイル：70.8(Nuclear Science & Technology)During the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the dismantling of massive fuel debris is important for the defueling process. The production and dispersion of radioactive microparticles highly depends on the cutting technique implemented. Previous studies have been conducted on the development of cutting techniques and the treatment of radioactive particles generation during the cutting process. Besides, adequate understanding of the microparticle products during the cuttings of fuel debris is of vital necessity. Nowadays, geopolymer application is proposed as a covering material during the fuel debris retrieval in order to keep the structural integrity of damaged components. In this study, the microparticle products during mechanical and laser cutting of fuel debris simulants (Hafnium oxide and Tungsten(IV) oxide pellets) and geopolymer material were investigated. The cuttings have been carried out for samples of the simulants, geopolymer, and simulants with geopolymer covering. The generated particles were collected and investigated by laser diffraction particle size analyzer and Scanning Electron Microscope with X-ray spectrometry. Particles with diverse sizes and morphologies were observed from the products of each sample. It also appears that particles with unique sizes and morphologies can generate from the laser cuttings due to the thermal effect of laser cutting.
池内 宏知; 矢野 公彦; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.704 - 718, 2020/06
被引用回数：6 パーセンタイル：59.94(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所から取り出された燃料デブリへの効果的な処置方策を提案する上では、燃料デブリ中でUがとりうる化学形についての詳細な調査が不可欠である。特に、アクセス性に乏しい圧力容器内に残留する燃料デブリに関する情報が重要である。本研究では、圧力容器内燃料デブリ中、特にマイナー相におけるUの化学形を評価することを目的とし、1F-2号機の事故進展での材料のリロケーション及び環境変化を考慮した熱力学計算を実施した。組成,温度,酸素量といった計算条件は、既存の事故進展解析の結果から設定した。計算の結果、Uの化学形はFeとOの量によって変化し、Feの少ない領域で
-(Zr,U)(O)、Feの多い領域でFe
(Zr,U) (Laves相)の生成が顕著であった。還元性条件で生成するこれらの金属相中には数パーセントのUが移行しており、燃料デブリの処置において核物質の化学分離を考慮する場合はこれらの相の生成に留意すべきと考えられる。
北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09
被引用回数：7 パーセンタイル：61.18(Nuclear Science & Technology)Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.
赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11
福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。
-ray imager mounted on a multicopter drone佐藤 優樹; 小澤 慎吾*; 寺阪 祐太; 冠城 雅晃; 谷藤 祐太; 川端 邦明; 宮村 浩子; 和泉 良*; 鈴木 敏和*; 鳥居 建男
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(1), p.90 - 96, 2018/01
被引用回数：43 パーセンタイル：98.12(Nuclear Science & Technology)A remote radiation imaging system comprising a lightweight Compton camera and a multicopter drone was developed to remotely and quickly measure radioactive contamination inside the buildings of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The drone system is used for measuring detailed radiation distributions in narrow areas, which have been difficult to gauge with conventional aircraft monitoring using helicopters. A measurement of radiation distributions in outdoor environments in the coastal areas of Fukushima, Japan, was performed. The drone system with the Compton camera succeeded in remote observations of dense hotspots from the sky over a contaminated area near the FDNPS. The time required for image reconstruction is approximately 550 s in the case of a 9-m flight altitude for the hotspots with a surface dose rate of several tens of 
Sv/h. This drone system will be used inside the buildings of the FDNPS for remote measurement of radioactive contamination.
水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎
JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB
原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2
3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。
中村 寿; 中島 幹雄
JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB
原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数Sv数十Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。
バックエンド技術部
JAERI-Review 2000-013, 49 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-013.pdf:3.26MB
原子力開発の初期に建設された施設を中心に世界各国で廃止措置プロジェクトが進められており、原子力施設の廃止措置は世界的な課題となっている。経済協力開発機構・原子力機関では将来の廃止措置に備えて、共通する問題点の協議、情報交換等を目的に「原子力施設廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画協定」を1985年9月に締結し、協力が進められた。本協力は、現在12か国が参加しており、世界各国の廃止措置に関する情報を交換するうえで、非常に重要な役割を果たしつつある。参加プロジェクトは、原子力発電所、再処理施設、核燃料・放射性物質取扱施設、等があり、その規模も研究用原子力施設から商業用原子力施設(原子力発電所)まで多岐に及んでいる。また、これらの参加プロジェクトに関する情報交換とは別に、廃炉費用評価、廃棄物再利用、除染技術、等に関する作業部会が設けられ、より具体的に現状技術の評価が行われた。このうち、廃炉費用評価、廃棄物再処理に関する作業部会では、その目的を終了し報告書が公開されている。本報告書はこれらの協力における1999年10月までの活動について述べたものである。
E.J.Claude*; 中村 寿; D.M.Chapin*; J.W.Simons*; H.Seneviratne*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
原子力施設の解体により発生する廃棄物の再利用に当たっては、廃棄物の発生量とその放射能レベルをできるだけ正確に把握する必要がある。本論文は、原子力発電施設の解体から発生する廃棄物の推定発生量及び2、3の実績値について、米国の公開文献等を調査した結果をまとめたものである。廃棄物量の評価は、大型のPWR及びBWR施設を対象に、完全に施設を撤去する場合について行い、使用済み燃料及び二次廃棄物の発生量は考慮しなかった。廃棄物はコンクリート、炭素鋼と合金鋼、ステンレス鋼とニッケル合金、及び銅に分類し、各々の分類ごとに汚染物量を評価した。本評価結果によれば、廃棄物の総量に比較して放射化物及び汚染物の発生量は少ない。平均で、1%以下のコンクリート及び13%以下の金属が汚染している可能性がある。
柳原 敏; 荻原 博仁
JAERI-M 94-005, 61 Pages, 1994/02
原子力施設の効率的なデコミッショニング計画を評価することを目的に原子炉デコミッショニング管理計算コードシステム(COSMARD)を開発した。COSMARDの中、その主要部分である管理データ計算プログラム(DMAF)は原子力施設のデコミッショニングに必要な作業内容(作業条件や手順等)を記述した入力データとデータベースに納めた数値や数式を用いて、作業毎に作業人工数、線量当量、廃棄物発生量などの管理データを算出する機能を有している。本プログラムは、入力データを記述するコマンド体系を有しており、これにより作業構成や作業条件を記述し、その結果に基づいて計算が実施される。本レポートはDMAFの概略及びコマンドの使用方法等を説明したものである。
柳原 敏; 中野 真木郎; 佐伯 武俊; 藤木 和男
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.65 - 70, 1991/00
JPDR解体実地試験においては、(1)作業の管理、(2)管理データ計算コードシステム(COSMARD)の検証、(3)商用発電炉の廃止措置計画作成の支援、等を目的に、種々のデータを収集し、解体データベースを構築している。また、収集したデータを分析し、解体作業の特徴を明らかにした。さらに、データの分析結果をCOSMARDのデータベース作成に反映し、同コードシステムを用いて、種々の条件下で管理データを精度よく算出できるようにした。
佐藤 優樹; 冠城 雅晃; 寺阪 祐太; 三枝 純; 川端 邦明; 若井田 育夫; 鳥居 建男
no journal, ,
The development of radiation measurement methods in the high dose-rate environment is requested to accelerate implementation of decommissioning of the FDNPP. We are now developing the technology which can measure the 3D distribution of the contamination level with radioactive substances inside the building of FDNPP. Light-weight portable gamma camera is to be developed, and is used for drones that can remotely measure the radiation distributions in the high radioactive fields where workers are not allowed to enter and remain there. Radiation hard sensors that can measure the shapes and nuclide distributions of residual debris inside the reactor pressure vessel (RPV) and primary containment vessel (PCV) are also to be developed. Multi-layer silicon strip detector (SSD) is one of the candidate sensor, which can measure the above information on the debris because SSD can measure the energies and incident directions of the -rays emitted from the debris. Fast-decay scintillator which has the high density and superior radiation hardness are also developed for measurement of the -rays emitted from the debris. We are now investigating the radiation hard optical fibers which can transmit the scintillation light under high dose-rate environment. We introduce our recent study about such radiation imaging technology and sensing technology of fuel debris.
中村 仁宣; 北尾 貴彦; 清水 靖之; 竹田 誠一; 山口 勝弘*
no journal, ,
第1回目の専門家会合において検討したガイドラインを参考に、再処理施設における廃止措置期間を考慮した設計情報質問書のサンプル(Example)を日本側のタスクとして作成したので、第2回目の専門家会合において内容の報告及び提出を行う。基本的には廃止措置に関連する項目として、廃止措置に係る日付情報、施設の廃止措置計画、核物質の回収及び主要機器の除去または無効化に係る項目を追加するとともに、参考となる記載例を追記した。関係各国または日本国において再処理施設(PUREX)の設計情報質問書作成上の参考になれば幸いである。
猿田 晃一; 亀井 直光; 佐藤 雄二; 村松 壽晴
no journal, ,
An adaptive control system for laser cutting of fuel debris and structural components is studied for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. An overview of the research and development of the adaptive control system and some preliminary experimental results are presented.
土肥 輝美; Di Palma, A.*; 藤原 健壮; Adamo, P.*; 草野 桂一*; 木村 茂*; 菅野 太志*; 飯島 和毅
no journal, ,
福島第一原子力発電所(FDNPS)の周辺環境では、大気中の放射性物質濃度を把握する手段としてダストサンプラーが活用されている。しかし設置には電源が必要なため、設置場所や設置数が制限される。原子力機構では、大気汚染研究で実績のあるコケバッグを用いた、大気中放射性物質濃度・挙動評価法の確立を目指している。コケバッグは任意の場所・時間で容易に設置可能なため、これを用いた評価法確立はFDNPS周辺自治体や帰還住民の方々の安心感醸成に有効である。本研究ではコケバッグを用いた評価への適用可能性を調べた。コケバッグ用試料にはミズゴケ(SN)を用いた。大熊町でコケバッグを1日9週間ばく露し、Cs-137濃度を調べた。その結果、時間経過に伴いCs-137濃度が直線的に増加する傾向が見られ、ばく露時間に応じたCs-137濃度を定量的に予測できる見通しを得た。また、単回帰式と検出限界濃度より、この調査地では23日間以上のばく露期間を設定すれば、Cs-137濃度の評価が可能と推測された。以上から、FDNPSの周辺環境では、3週間以上の期間の平均的な大気中Cs-137濃度評価へのコケバッグの適用は可能と考えられた。
